Вероятностный анализ безопасности при проектировании и эксплуатации атомных станций с реакторами ВВЭР

• Автор: Швыряев, Юрий Васильевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2004
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 340 с. : ил.

Введение.

1 Краткий обзор состояния проблемы.

2 Методология вероятностного анализа безопасности АС

2.1 Общая вероятностная модель безопасности АС

2.2 Содержание методологии ВАБ

2.3 Отбор и группировка инициирующих событий.

2.3.1 Определение понятия и классификация инициирующих

событий

2.3.2 Составление полного перечня внутренних ИС.

2.3.3 Группирование ИС

2.4 Разработка деревьев событий.

2.4.1 Основные понятия и порядок построения ДС
2.4.2 Основные принципы разработки ДС.
2.5 Методология анализа надежности СБ.
2.5.1 Общие положения.
2.5.2 Классификация отказов элементов.
2.5.3 Построение моделей надежности систем
2.5.4 Количественный анализ надежности СБ.
2.6 Методика анализа зависимых отказов.
2.6.1 Виды зависимых отказов
2.6.2 Анализ зависимостей при построении деревьев событий
2.6.3 Анализ зависимостей при разработке моделей надежности систем
2.6.4 Качественный анализ отказов общего вида
2.7 Анализ надежности персонала
2.7.1 Общие положения
2.7.2 Основные этапы выполнения анализа надежности персонала
2.8 Оценка параметров надежности элементов.
2.8.1 Термины и определения используемые при анализе данных.
2.8.2 Определение групп компонентов для задачи анализа данных
2.8.3 Использованные источники данных
2.8.4 Определение границ компонентов.
2.8.5 Определение видов отказов элементов
2.8.6 Классификация событий по условиям обнаружения и восстановления
2.8.7 Номенклатура показателей надежности
2.8.8 Моделирование отказов элементов на деревьях отказов
2.8.9 Методы применяемые для задачи оценки параметров наджности.
2.9 Подход к оценке и обоснованию безопасности АС на основе результатов ВАБ.
2.9.1 Общие положения
2.9.2 Качественная оценка безопасности на основе результатов
2.9.3 Количественная оценка безопасности на основе результатов
2. Выводы по главе
3 Применение ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения.
3.1 Введение.
3.2 Концепция безопасности.
3.2.1 Реакторная установка В2.
3.2.2 Системы безопасности АЭС
3.3 Оценка эффективности проектных решений для
АЭС на основе результатов ВАБ.
3.3.1 Краткая характеристика ВАБ уровня
3.3.2 Результаты ВАБ уровня
3.3.3 Анализ значимости
3.3.4 Анализ чувствительности
3.3.5 Анализ неопределенностей значений частоты ПАЗ
3.3.6 Оценка уровня безопасности АЭС Куданкулам на основе результатов ВАБ
3.4 Проектные решения по повышению экономичности
3.4.1 Снижение затрат на сооружение АЭС.
3.4.2 Повышение показателей надежности выработки энергии
3.5 Выводы по главе 3.
4 Применение ВАБ при проектировании АЭС Бушер1.
4.1 Краткая характеристика концепции безопасности
проекта АЭС Бушер
4.2 Оценка уровня безопасности АЭС Бушер на основе результатов ВАБ уровня 1.
4.2.1 Краткая характеристика ВАБ уровня 1.
4.2.2 Исходные данные и предположения при проведении количественных оценок значений частот ПАЗ.
4.2.3 Устранение логических петель
4.2.4 Результаты оценки частоты повреждения активной зоны
4.3 Оценка уровня безопасности АЭС Бушер1 на основе результатов ВАБ.
4.4 Выводы по главе
5 Применение ВАБ для действующих АЭС с реакторами ВВЭР.
5.1 Применение ВАБ для энергоблоков 3, 4 Нововоронежской АЭС.
5.1.1 Введение
5.1.2 Результаты ВАБ по проекту 1.4.ТАС1Б
5.1.3 Результаты ВАБ по проекту МОЛБА
5.1.4 Результаты ВАБ по проекту Р2. ТАС1Э.
5.1.5 Применение ВАБ при обосновании возможности продления назначенного срока службы энергоблоков 3,4 НВАЭС
5.1.6 Выводы по разделу 5.1.
5.2 Разработка стратегии технического обслуживания
СБ для АЭС с реакторами В0.
5.2.1 Выводы по разделу 5.2.
5.3 Применение ВАБ для оптимизации регламентов технического обслуживания и ремонтов СБ АЭС с
реактором В0.
5.3.1 Обоснование внесения изменений в технологический регламент проведения капитальных ремонтов СБ
5.3.2 Оптимизация технического обслуживания и ремонтов систем безопасности АЭС с В
5.3.3 Выводы к разделу 5.3.
6 Основные выводы и результаты работы
Литература


Обычно предполагается, что Л,г на рассматриваемом пе риоде времени эксплуатации АС. АС ВПБ. Следует отметить, что одинаковые по виду и размерам аварийные последствия могут возникать при реализации отдельных ИС вследствие невыполнения различных функций безопасности или могут возникать при реализации различных ИС вследствие невыполнения одинаковых функций безопасности. I 1 1
где Д 0Т. ИС. Повреждения ядерного топлива в активной зоне реактора ПАЗ и отработавшего ядерного топлива в бассейне выдержки ПОЯТ. Размеры повреждений этих источников радиоактивности лежат в диапазоне от степени разгерметизации ТВЭЛов, соответствующей установленным в НТД для нормальной эксплуатации и аварийных условий пределам, до полного разрушения или расплавления ядерного топлива. Следует отметить, что в разработанных к настоящему времени ВАБ для АЭС с ВВЭР в силу различных причин, связанных с недостатком времени и финансирования, а также со значительными трудностями в выполнении анализов процессов при тяжелых авариях, необходимых для определения степени повреждения ядерного топлива, в качестве аварийных последствий рассматриваются полное разрушение или расплавление ядерного топлива при высоком или низком давлении в РУ без разрушения или с разрушением корпуса реактора. Выбросы радиоактивных продуктов различных категорий и соответствующие им значения экспозиционных доз на окружающей АС территории в диапазоне от установленных для аварийных условий пределов доз на границе санитарнозащитной зоны до значений доз, которые могут быть созданы при выбросе в окружающую среду всех или большей части накопленных радиоактивных продуктов. В качестве комплексных ВПБ, наиболее полно характеризующих уровень безопасности АС, должны использоваться вероятностные распределения размеров аварийных последствий. Применение таких показателей обеспечивает детальные и реалистические оценки достигнутого при проектировании уровня безопасности АС. Применение в качестве комплексных ВПБ вероятностей реализации аварийных последствий определенных видов без дифференциации их по размерам может привести к консервативным оценкам уровня безопасности. Например, если в качестве аварийных последствий рассматривается только полное разрушение или расплавление ядерного топлива, то обычно такие последствия определяются как превышение установленных предельных значений технологических параметров, характеризующих состояние тепловыделяющих элементов температур, глубины окисления оболочек ТВЭЛ и т. Для полной характеристики уровня таких свойств, как надежность и безопасность кроме комплексных ВПБ АС в целом необходимо использовать также показатели надежности для отдельных его частей или элементов. Определение таких показателей может быть выполнено на основе рассмотрения структуры комплексных ВПБ, которая отражена в формуле 5. По существу АТ представляет собой среднюю на интервале 0,Т вероятность невыполненияуой функции безопасности или вероятность возникновения аварийных последствий вследствие невыполнения функций безопасности на одно ИС или на одно требование. В ряде работ этот показатель некорректно трактуется как условная вероятность возникновения аварийных состояний. Л, А, Ло частоты реализации аварийных состояний соответственно вследствие невыполнения отдельных ФБ, возникновения отдельных ИС и для полной совокупности ИС. Из приведенного выше можно сделать вывод о том, что на основе предложенной общей вероятностной модели безопасности определен полный набор ВПБ, который включает комплексные ВПБ для количественной характеристики уровня безопасности АС в целом формулы 7, и оценки вкладов от отдельных аварийных состояний формулы 5, 9 и отдельных ИС формулы 6, , единичные ВПБ, представляющие собой значения частот ИС Л и комплексные ВПБ, характеризующие надежность выполнения функций безопасности формула 8. Предметом ВАБ является всестороннее, комплексное качественное и количественное исследование безопасности как одного из основных свойств АС, определяющих возможность использования их в качестве источников тепловой и электрической энергии.